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論文

Development of a combined neutron resonance analysis technique as a nondestructive assay for fissile material quantification

Rossi, F.; Lee, J.; 児玉 有; 弘中 浩太; 小泉 光生; 堀 順一*; 寺田 和司*; 佐野 忠史*

Proceedings of 65th Annual Meeting of the Institute of Nuclear Materials Management (Internet), 8 Pages, 2024/07

Various non-destructive assay techniques are being used to verify different nuclear material. However, one of the difficulties of current NDA is the measurement of highly radioactive materials. Since 2015, the JAEA has been working on the development of various active non-destructive assay techniques to address some of the current challenges in nuclear safeguards. Among the various technologies proposed, the Neutron Resonance Analysis system combines signatures from NRTA, NRCA and the newly proposed NRFNA. The combination of those techniques can provide accurate information on the small fissile content in a sample. Neutrons are generated by a pulsed neutron source and slowed down into the moderator. Neutrons are collimated using lead and borated polyethylene to reach the sample, where various neutron-induced reactions occur. n/g PSD plastic scintillators are used to measure the captured gamma rays and fission neutrons at sample location. GS20 is used to collect the transmitted neutrons downstream of the source-sample beamline. A first measurement campaign was performed using natural uranium sample. The possibility of using NRFNA to identify fissile materials within a sample was clearly demonstrated, but the detectors used were not sufficient to achieve a good n/g PSD. New PSD scintillators were introduced. A first measurement campaign was performed in 2023. The acquired data are currently being analyzed, but preliminary results show distinct fission resonance peaks of increasing intensity with varying thicknesses of the same natural uranium samples. Currently, an assembly of multiple scintillators is being investigated to provide a better signal. The new setup will be tested starting in early 2024. In this paper, we will describe in detail the NRA project development and the latest results from experimental campaign. This work is supported by MEXT under the subsidy for the "promotion for strengthening nuclear security and the like"

報告書

Proceedings of the 2022 Symposium on Nuclear Data; November 17-18, 2022, BLOSSOM CAF$'E$, Main Campus, Kindai University, Higashiosaka City, Osaka, Japan

執行 信寛*; 木村 敦; 佐野 忠史*

JAEA-Conf 2023-001, 146 Pages, 2024/02

JAEA-Conf-2023-001.pdf:11.2MB

2022年度核データ研究会は、2022年11月17日$$sim$$18日に、大阪府東大阪市にある近畿大学東大阪キャンパスのBLOSSOM CAF$'E$多目的ホールにて開催された。本研究会は、日本原子力学会核データ部会が主催、日本原子力学会「シグマ」調査専門委員会、日本原子力研究開発機構原子力基礎工学研究センター、高エネルギー加速器研究機構が共催した。チュートリアルとして、「我が国の原子炉物理学実験的研究の歴史」を、講演・議論のセッションとして、「核データに関する最近の話題」2セッションを実施した。さらにポスターセッションでは実験、理論、評価、ベンチマーク、応用など幅広い内容について発表が行われた。参加者数は76名で、それぞれの口頭発表およびポスター発表では活発な質疑応答が行われた。本報告書は、本研究会における口頭発表4件、ポスター発表18件の合計22の論文を掲載している。

論文

Relationship between neutron moderator and time-dependent background for neutron time-of-flight measurement

Lee, J.; 弘中 浩太; 伊藤 史哲*; 小泉 光生; 堀 順一*; 佐野 忠史*

Journal of Nuclear Science and Technology, 61(1), p.23 - 30, 2024/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

In the short-distance time-of-flight (TOF) measurements, the background events increase exponentially with decreasing the distance, and the high background increases the uncertainty of the measurement data. The moderated neutron beam includes the time-dependent background originating from the neutron moderator, such as 2.2 MeV gamma rays emitted by $$^{1}$$H(n,$$gamma$$) reaction in the moderator. In this paper, to achieve a compact neutron resonance transmission analysis system with high accuracy, we studied the relationship between the moderator and time-dependent background due to gamma rays. Monte Carlo simulations were carried out with the PHITS and the JENDL-4.0 to investigate the time distributions of neutrons and gamma rays emitted from the moderator. Ratios of the gamma-ray intensity to neutron intensity (S$$gamma$$/S$$_{rm n}$$ ratio) were calculated for various moderators and flight distances. From the obtained results, moderator designs for maintaining low S$$gamma$$/S$$_{rm n}$$ ratio were discussed.

論文

核分裂性物質の非破壊分析のための中性子共鳴核分裂中性子分析法の技術開発

Lee, J.; 児玉 有; Rossi, F.; 弘中 浩太; 小泉 光生; 堀 順一*; 佐野 忠史*

第44回日本核物質管理学会年次大会会議論文集(インターネット), 4 Pages, 2023/11

核不拡散・核セキュリティ総合支援センターでは、試料中に含まれる少量の核分裂性物質を特定し定量する能力を向上させるための技術として、中性子飛行時間法を用いた中性子共鳴核分裂中性子分析(Neutron Resonance Fission Neutron Analysis: NRFNA)の技術開発を進めている。本発表会では、核分裂性物質の非破壊分析のために進めているNRFNA技術の紹介及びその基礎実験の結果について報告する。

論文

Neutron resonance fission neutron analysis for nondestructive fissile material assay

弘中 浩太; Lee, J.; 小泉 光生; 伊藤 史哲*; 堀 順一*; 寺田 和司*; 佐野 忠史*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1054, p.168467_1 - 168467_5, 2023/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Instruments & Instrumentation)

We propose neutron resonance fission neutron analysis (NRFNA), an active nondestructive assay (NDA) technique, to improve the capability to identify and quantify a small amount of fissile material in a sample. NRFNA uses pulsed neutrons to induce fission reactions in the sample. Fission neutrons are detected by a neutron-gamma pulse shape discrimination (PSD) scintillation detector with time-of-flight (TOF) technique. The obtained nuclide-specific resonance peaks in the neutron energy spectrum provide information to identify and quantify a fissile material in the sample. The possibility of using PSD for NRFNA was confirmed through a test experiment using a natural uranium sample. We successfully observed the resonance peaks from $$^{235}$$U(n,f) reaction and showed that NRFNA would be useful for measuring a small amount of fissile material in a sample.

論文

Reactor physics experiment on a graphite-moderated core to construct integral experiment database for HTGR

沖田 将一朗; 深谷 裕司; 左近 敦士*; 佐野 忠史*; 高橋 佳之*; 宇根崎 博信*

Nuclear Science and Engineering, 197(8), p.2251 - 2257, 2023/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

In this paper, integral experiments on a graphite-moderated core were conducted at the B-rack of the Kyoto University Criticality Assembly in order to develop an integral experiment database for the applicability of data assimilation techniques to the neutronic design of a high-temperature gas-cooled reactor. The calculation/experiment-1 (C/E-1)values for the $$k_{rm eff}$$ values at critical cores with the major nuclear data libraries, such as JENDL-4.0, JENDL-5, JEFF-3.2, ENDF/B-VII.1, and ENDF/B-VIII.0, were calculated for the core. Of these, the $$k_{rm eff}$$ values with JENDL-5 with thermal neutron scattering law data for 30% porous graphite showed the best agreement with experimental values within 0.02% accuracy.

論文

Reactor noise power-spectral analysis for a graphite-moderated and -reflected core, 3

左近 敦士*; 橋本 憲吾*; 佐野 忠史*; 中嶋 國弘*; 神田 峻*; 後藤 正樹*; 深谷 裕司; 沖田 将一朗; 藤本 望*; 高橋 佳之*

KURNS Progress Report 2021, P. 100, 2022/07

高温ガス炉の核特性を取得するための炉雑音解析技術の開発を京都大学臨界集合体(KUCA)を用い行っている。最新研究では、燃料集合体から55cm離れた検出器によりパワースペクトル密度の測定が行われた。しかしながら、即発中性子減衰定数は他の検出器から得られるものからの差異が発生した。そこで、本研究では炉外検出器によるパワースペクトル法による炉雑音解析を目的とする。

論文

Reactor physics experiment in a graphite moderation system for HTGR, 3

深谷 裕司; 沖田 将一朗; 神田 峻*; 後藤 正樹*; 中嶋 國弘*; 左近 敦士*; 佐野 忠史*; 橋本 憲吾*; 高橋 佳之*; 宇根崎 博信*

KURNS Progress Report 2021, P. 101, 2022/07

日本原子力研究開発機構では、2018年から高温ガス炉の核的予測技術向上に係る研究開発を開始した。その目的は、商用炉初号基のためのフルスケールモックアップ実験を回避するために一般化バイアス因子法を導入することと黒鉛減速特性を生かした中性子計装システムの改良である。このために、B7/4"G2/8"p8EU(3)+3/8"p38EU炉心をKUCAのB架台に2021年に構築した。

論文

放射性アルミニウム廃棄物の安定化処理技術の開発

関 美沙紀; 藤田 善貴; 藤原 靖幸*; Zhang, J.*; 吉永 尚生*; 佐野 忠史*; 堀 順一*; 永田 寛; 大塚 薫; 大森 崇純; et al.

原子力バックエンド研究(CD-ROM), 29(1), p.2 - 9, 2022/06

材料試験炉(JMTR)の炉心構造材はステンレス鋼の他、アルミニウム(Al)やベリリウム(Be)が多く使用されている。廃止措置に当たって、放射性雑固体廃棄物(廃棄体)を作製するが、その埋設基準はドラム缶内に健全性を損なう物質を含まないことおよび最大放射能を超えないことが要求されている。とくに、Alはコンクリート等のアルカリ物質と反応し水素を発生することから、固化体の強度低下、内圧上昇による破損等が課題となっている。本研究では、バイヤー法を応用したAlの安定化処理技術の確立を目的とし、コールド試験にて基本的な処理工程を確立した。また、京都大学研究用原子炉(KUR)にてAl試験片を中性子照射し、本処理工程によるAl中に含まれる添加元素や不純物元素で生成する放射性核種の除去特性を調査した。結果として、本処理工程によりAlをアルミナ(Al$$_{2}$$O$$_{3}$$)に変換可能であり、通常の放射性廃棄物の処理方法と同様にセメント系充填剤によって固化できる見通しが得られた。さらに、不溶解残渣物の除去により、廃棄物の放射能量を1$$sim$$2桁減らすことができることが示唆された。

論文

Preliminary experiment in a graphite-moderated core to avoid full mock-up experiment for the future first commercial HTGR

沖田 将一朗; 深谷 裕司; 左近 敦士*; 佐野 忠史*; 高橋 佳之*; 宇根崎 博信*

Proceedings of International Conference on Physics of Reactors 2022 (PHYSOR 2022) (Internet), 9 Pages, 2022/05

As a commercial reactor require high economic efficiency, the High Temperature Gas-cooled Reactor (HTGR) would be a more attractive proposition if a full mock-up experiment for the first commercial HTGR could be avoided in the future. In this paper, preliminary experiments were conducted in order to obtain basic core characteristics data, such as the criticality, necessary to demonstrate the applicability of a generalized bias factor method to neutronic design of HTGR. The graphite-moderated core with only highly enriched uranium fuels in the B-rack of Kyoto University Criticality Assembly (KUCA) was configured as a reference core. The C/E-1 values (Calculation/Experiment -1 values) for the keff values at the three critical states and the thermal neutron spectra with the major nuclear data libraries, such as JENDL-4.0, JEFF-3.2, ENDF/B-VII.1, and ENDF/B-VIII.0, were calculated for the core. The result shows that the keff values are overestimated for JEFF-3.2, ENDF/B-VII.1, and ENDF/B-VIII.0 by 0.14% - 0.18%, while they are underestimated for JENDL-4.0 by 0.07% - 0.09%. The calculation result with JENDL-4.0 shows a slightly better agreement with this experiment than the others. In addition, the thermal neutron spectrum calculated with ENDF/B-VIII.0 is softer than the others. The Thermal Scattering Law (TSL) data of graphite stored in ENDF/B-VIII.0 suggests that the thermal neutron spectrum become softer than that of traditional TSL data stored in the others. The core characteristics of the reference core, which are necessary for future studies, were obtained.

論文

Dynamic properties on $$^{99}$$Mo adsorption and $$^{rm 99m}$$Tc elution with alumina columns

藤田 善貴; 関 美沙紀; 佐野 忠史*; 藤原 靖幸*; 鈴木 達也*; 吉永 尚生*; 堀 順一*; 末松 久幸*; 土谷 邦彦

Journal of Physics; Conference Series, 2155, p.012018_1 - 012018_6, 2022/01

モリブデン-99($$^{99}$$Mo)の娘核種であるテクネチウム-99m($$^{rm 99m}$$Tc)は、放射性医薬品で最も使用される放射性同位元素である。核不拡散や核セキュリティ等の観点から、放射化法((n, $$gamma$$)法)による$$^{99}$$Mo製造技術開発が進められている。(n, $$gamma$$)法によって生成される$$^{99}$$Moの比放射能は極めて低いため、(n, $$gamma$$)$$^{99}$$Moをジェネレータに適応させるには高いMo吸着容量を有するAl$$_{2}$$O$$_{3}$$の開発が必要不可欠である。本研究では、材料が異なる3種類のAl$$_{2}$$O$$_{3}$$を準備し、静的および動的吸着でのジェネレータへの適応性を比較した。MoO$$_{3}$$ペレット片(1.5g)は、京都大学研究用原子炉(KUR)を使用して5MW, 20分間照射した。照射後、MoO$$_{3}$$ペレット片は6Mの水酸化ナトリウム水溶液で溶解し、動的吸着条件として1gのAl$$_{2}$$O$$_{3}$$を充填したPFAチューブ($$phi$$1.59mm)に添加し、生理食塩水によりミルキングした。動的吸着でのAl$$_{2}$$O$$_{3}$$$$^{99}$$Mo吸着容量は、静的吸着と比較してわずかに減少した。$$^{rm 99m}$$Tc溶出率は、動的吸着では1.5mLのミルキングで約100%溶出されたが、静的吸着では約56-87%しか溶出されなかった。また、動的吸着では$$^{99}$$Mo/$$^{rm 99m}$$Tc比が、静的吸着と比較して大幅に減少した。以上より、$$^{rm 99m}$$Tc溶出特性は、Moの吸着方法(カラムの形状,線形流量など)に大きく影響されることが示唆された。

論文

Radiochemical research for the advancement of $$^{99}$$Mo/$$^{rm 99m}$$Tc generator by (n, $$gamma$$) method, 3

藤田 善貴; 関 美沙紀; 滑川 要二*; 西方 香緒里; 大伍 史久; 井手 広史; 土谷 邦彦; 佐野 忠史*; 藤原 靖幸*; 堀 順一*; et al.

KURNS Progress Report 2020, P. 136, 2021/08

高濃縮ウランの利用低減や核不拡散及び核セキュリティ、核分裂生成物の処理の観点から放射化法((n,$$gamma$$)法)による$$^{99}$$Mo製造の研究開発が進められている。放射化法で生成される$$^{99}$$Moの比放射能は極めて低いことから、娘核種である$$^{rm 99m}$$Tcを濃縮するためメチルエチルケトン(MEK)を用いた溶媒抽出法に着目した。照射ターゲットであるMoO$$_{3}$$ペレットは、長時間照射すると還元されることが分かっている。本試験では、MoO$$_{3}$$が還元した際に酸化剤としてNaOClを使用する可能性を考慮し、MoO$$_{3}$$を溶解して得られたモリブデン酸ナトリウム水溶液中へのNaCl添加の有無が$$^{rm 99m}$$Tc回収率に及ぼす影響を調べた。その結果、NaClはMEKへの$$^{99m}$$Tc抽出率を低下させる可能性が示唆された。

論文

Commissioning of Versatile Compact Neutron Diffractometer (VCND) at the B-3 beam port of Kyoto University Research Reactor (KUR)

森 一広*; 奥村 良*; 吉野 泰史*; 金山 雅哉*; 佐藤 節夫*; 大場 洋次郎; 岩瀬 謙二*; 平賀 晴弘*; 日野 正裕*; 佐野 忠史*; et al.

JPS Conference Proceedings (Internet), 33, p.011093_1 - 011093_6, 2021/03

京都大学研究炉(KUR)のB-3ビームポートは、過去には単結晶回折計が設置されていたが、近年はユーザーが減少し、アクティビティが低下している状況にあった。そこで本研究グループでは、近年の中性子利用に関するニーズを再調査し、B-3ビームポートに新たに多目的小型中性子回折計(VCND)を構築した。VCNDは、1.0オングストロームの入射中性子波長を利用して6度から130度までの散乱角を測定でき、既に水素吸蔵合金の研究等への利用が開始されている。講演では、今後の改修計画等についても説明する。

論文

Effect on $$^{99}$$Mo-adsorption/$$^{99m}$$Tc-elution properties of alumina with different surface structures

藤田 善貴; 関 美沙紀; 佐野 忠史*; 藤原 靖幸*; 北河 友也*; 松倉 実*; 堀 順一*; 鈴木 達也*; 土谷 邦彦

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 327(3), p.1355 - 1363, 2021/03

AA2020-0805.pdf:0.77MB

 被引用回数:3 パーセンタイル:43.41(Chemistry, Analytical)

表面構造の異なる3種類のAl$$_{2}$$O$$_{3}$$を準備し、京都大学研究用原子炉(KUR)で照射した[$$^{99}$$Mo]MoO$$_{3}$$を用いて、$$^{99}$$Mo吸着/$$^{99m}$$Tc溶離特性を調べた。$$^{99}$$Moを含むpHの異なる溶液中でAl$$_{2}$$O$$_{3}$$にモリブデン酸イオンを吸着させた結果、pHが低いほどAl$$_{2}$$O$$_{3}$$のMo吸着容量が高くなることが明らかになった。次に、モリブデン酸イオンを吸着したAl$$_{2}$$O$$_{3}$$$$^{99m}$$Tc溶離特性を生理食塩水を流すことによって調べた。その結果、$$^{99}$$Mo吸着及び$$^{99}$$Mo脱離特性はAl$$_{2}$$O$$_{3}$$の比表面積に影響され、$$^{99m}$$Tc溶離特性はAl$$_{2}$$O$$_{3}$$の結晶構造に影響されることが示唆された。

論文

Reactor noise analysis for a graphite-moderated and -reflected core in KUCA

左近 敦士*; 中嶋 國弘*; 高橋 和暉*; 芳原 新也*; 佐野 忠史*; 深谷 裕司; 橋本 憲吾*

EPJ Web of Conferences, 247, p.09009_1 - 09009_8, 2021/02

黒鉛反射熱中性子炉では、燃料領域から遠くに配置された検出器であっても、ある程度の相関振幅を検出する可能性がある。これは、黒鉛中の中性子の平均自由行程が水やポリエチレンよりも長いためである。そこで、本研究の目的は、原子炉騒音分析のためのグラファイト反射器への中性子検出器配置の高い柔軟性を実験的に確認することである。京都大学臨界集会(KUCA)の黒鉛減速反射炉心において炉雑音解析を実施した。BF$$_{3}$$比例中性子計数管(直径1インチ)を黒鉛反射領域に配置し、検出器を炉心からそれぞれ約35cmと30cmの厚さの黒鉛で隔離した。臨界状態と未臨界状態で、検出器からの時系列信号データを取得し、高速フーリエ変換(FFT)アナライザーにより分析し、周波数領域でのパワースペクトル密度を取得した。炉心から遠く離れた検出器から得られたパワースペクトル密度には、有意な相関成分を含むことが確認できた。また、パワースペクトル密度理論式にデータに最小二乗法で適合さることにより、即発中性子減衰定数を決定した。臨界状態での減衰定数は63.3$$pm$$14.5[1/s]となった。2つの検出器間の相互パワースペクトル密度とコヒーレンス関数データから決定された減衰定数とよい一致を示した。予想通り、炉心から約35cmの位置に検出器を設置することで、原子炉のノイズ解析が可能であることが確認された。

論文

Reactor physics experiment in a graphite-moderation system for HTGR

深谷 裕司; 後藤 実; 中川 繁昭; 中嶋 國弘*; 高橋 和暉*; 左近 敦士*; 佐野 忠史*; 橋本 憲吾*

EPJ Web of Conferences, 247, p.09017_1 - 09017_8, 2021/02

日本原子力研究開発機構は高温ガス炉の核的予測精度向上のための研究開発を始めた。その目的は、初めての商用高温ガス炉のためのフルモックアップ試験を省略できる一般化バイアス因子法とHTTR試験で未臨界度を測定するための炉雑音解析の導入である。そのために、B7/4"G2/8"p8EUNU+3/8"p38EU(1)と名付けた黒鉛減速炉心をKUCAのB架台に構成した。炉心は、燃料集合体,ドライバ燃料集合体,黒鉛反射体,ポリエチレン反射体で構成されている。HTTRの平均濃縮度と炉内スペクトルを実現するために、燃料集合体は濃縮ウラン板と天然ウラン板と黒鉛板から構成される。しかしながら、小さな炉心で臨界に達するためにはドライバ燃料が必要となる。この炉心は、一般化がイアス因子法導入のための基準炉心だけではなく、炉雑音解析技術開発のために炉雑音の測定を行う。本研究では、臨界実験の概要を報告する。黒鉛減速体系の炉心構成はKUCAでも珍しく、高温ガス炉開発だけではなく、溶融塩炉のような、他の黒鉛減速炉心開発にも期待できる。

論文

Radiochemical research for the advancement of $$^{99}$$Mo/$$^{rm 99m}$$Tc generator by (n,$$gamma$$) method, 2

藤田 善貴; 関 美沙紀; 滑川 要二*; 西方 香緒里; 加藤 佳明; 佐谷戸 夏紀; 土谷 邦彦; 佐野 忠史*; 藤原 靖幸*; 堀 順一*; et al.

KURNS Progress Report 2019, P. 157, 2020/08

高濃縮ウランの利用低減や核不拡散及び核セキュリティ、核分裂生成物の処理の観点から放射化法((n,$$gamma$$)法)によるMo-99($$^{99}$$Mo)製造の研究開発が進められている。この方法を$$^{99}$$Mo/$$^{rm 99m}$$Tcジェネレータに適用するためには、Mo吸着剤として広く用いられているアルミナ(Al$$_{2}$$O$$_{3}$$)の特性改善が必要不可欠である。本研究では、4種類のAl$$_{2}$$O$$_{3}$$試料をそれぞれPFAチューブに充填したカラムを準備し、照射済MoO$$_{3}$$ペレットを溶解したモリブデン酸ナトリウム水溶液(Mo溶液)を流すカラム吸着(動的吸着)による$$^{99}$$Mo吸着および$$^{rm 99m}$$Tc溶離特性を評価した。また、2019年度実施したAl$$_{2}$$O$$_{3}$$試料をMo溶液に浸漬させるバッチ吸着(静的吸着)による評価結果と比較した。その結果、動的吸着では静的吸着に比べて$$^{rm 99m}$$Tc溶離効率の向上、$$^{99}$$Mo脱離量の減少が確認された。これは、Al$$_{2}$$O$$_{3}$$試料を細長いチューブに詰めることにより、溶液との接触が均一になったこと、接触時間が長くなったことが原因と考えられる。今後、カラム径や線流速による$$^{rm 99m}$$Tc溶離および$$^{99}$$Mo脱離に与える影響を調べる。

論文

Research on activation assessment of a reactor structural materials for decommissioning, 2

関 美沙紀; 石川 幸治*; 佐野 忠史*; 永田 寛; 大塚 薫; 大森 崇純; 花川 裕規; 井手 広史; 土谷 邦彦; 藤原 靖幸*; et al.

KURNS Progress Report 2019, P. 279, 2020/08

JMTR施設の廃止措置を進めるにあたり、多くの放射性廃棄物が発生するが、これらはドラム缶等に格納し、コンクリートを充填して、廃棄体とする計画である。しかし、アルミニウムは、コンクリートと反応し水素ガスが発生し、廃棄体を破損することが懸念されている。本研究は、これまで行ってきた湿式法によるアルミニウムの安定化処理法の溶液pHの最適条件を求めることを目的とした。JMTRで多く使用されている2種類のアルミニウム試料を準備し、KURで照射した後、強塩基であるNaOHに溶解した。溶解液をろ過した後、中和処理をしてpH=5$$sim$$11にてAl(OH)$$_{3}$$を生成した。それぞれの工程で得た残差及び溶液は放射化分析を行った。この結果、pH=7, 9にてAl全量の固体としての回収が可能であることが分かった。また、廃液中にはCr-51及びNa-24が含まれることが分かった。Cr-51は全ての条件にて同等の回収率であった。一方でNa-24は中和の際に生成されるNaCl量が相対的に多いことから、溶液中のNa-24が増加したと考えられる。

論文

Reactor physics experiment in a graphite-moderation system for HTGR

深谷 裕司; 後藤 実; 中川 繁昭; 中嶋 國弘*; 高橋 和暉*; 左近 敦士*; 佐野 忠史*; 橋本 憲吾*

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; Transition To A Scalable Nuclear Future (PHYSOR 2020) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2020/03

日本原子力研究開発機構は高温ガス炉の核的予測精度向上のための研究開発を始めた。その目的は、初めての商用高温ガス炉のためのフルモックアップ試験を省略できる一般化バイアス因子法とHTTR試験で未臨界度を測定するための炉雑音解析の導入である。そのために、B7/4"G2/8"p8EUNU+3/8"p38EU(1)と名付けた黒鉛減速炉心をKUCAのB架台に構成した。炉心は、燃料集合体,ドライバ燃料集合体,黒鉛反射体,ポリエチレン反射体で構成されている。HTTRの平均濃縮度と炉内スペクトルを実現するために、燃料集合体は濃縮ウラン板と天然ウラン板と黒鉛板から構成される。しかしながら、小さな炉心で臨界に達するためにはドライバ燃料が必要となる。この炉心は、一般化がイアス因子法導入のための基準炉心だけではなく、炉雑音解析技術開発のために炉雑音の測定を行う。本研究では、臨界実験の概要を報告する。黒鉛減速体系の炉心構成はKUCAでも珍しく、高温ガス炉開発だけではなく、溶融塩炉のような、他の黒鉛減速炉心開発にも期待できる。

論文

Measurement of MA reaction rates under sub-critical condition with spallation neutron source in A-core of KUCA for ADS

大泉 昭人; 福島 昌宏; 辻本 和文; 千葉 豪*; 山中 正朗*; 佐野 忠史*; Pyeon, C. H.*

KURNS Progress Report 2018, P. 38, 2019/08

加速器駆動未臨界システム(ADS)の研究開発において、マイナーアクチノイド(MA)の核データ検証に資する反応率の実験データの拡充は重要である。本実験では、核破砕中性子源を用いた未臨界炉心(k$$_{rm eff}$$=0.998)の体系を京都大学臨界実験装置(KUCA)で構築し、ウラン-235($$^{235}$$U)に対するネプツニウム-237($$^{237}$$Np)及びアメリシウム-241($$^{241}$$Am)の核分裂反応率比を核分裂計数管で測定した。その結果、$$^{237}$$Np/$$^{235}$$U及び$$^{241}$$Am /$$^{235}$$Uは、それぞれ0.014$$pm$$0.002,0.023$$pm$$0.005となった。ここで得られた実験結果は、今後核データの検証に用いられる。

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